eng
Содержание
Содержание
Предисловие ............................................................................................................... 6
Предисловие авторов ................................................................................................. 8
Основные условные обозначения и сокращения ....................................................... 10
Введение ................................................................................................................... 11
Глава 1. Дисперсионное топливо в ядерной энергетике ............................................ 12
1.1.
Структура ядерного топлива исследовательских реакторов .................... 13
1.2.
Ядерное топливо дисперсионных твэлов исследовательских
реакторов ..................................................................................................... 18
1.2.1.
Дисперсионное ядерное топливо первого поколения
исследовательских реакторов ........................................................... 18
1.2.2.
Исследовательские реакторы, используемые в настоящее время ..... 20
1.2.3.
Перевод исследовательских реакторов на низкообогащенное
топливо .............................................................................................. 23
1.2.4.
Модернизация исследовательских реакторов .................................. 25
1.3.
Высокотемпературное дисперсионное ядерное топливо ......................... 26
1.4.
Реакторы для ядерно-энергетических установок ВМФ ............................ 27
1.4.1.
Атомные подводные лодки ............................................................... 28
1.4.2.
Атомные надводные корабли ВМФ .................................................. 30
1.5.
Реакторы ядерно-энергетических установок гражданского флота .......... 31
1.6.
Использование дисперсионного топлива для региональной
энергетики .................................................................................................. 35
1.7.
Дисперсионное топливо атомных ракетных двигателей .......................... 37
1.8.
Дисперсионное топливо высокотемпературных газоохлаждаемых
реакторов ..................................................................................................... 38
1.9.
Дисперсионное топливо энергетических реакторов................................. 39
1.10.
Топливо для «сжигания» плутония .......................................................... 40
1.11.
Типы композиций дисперсионного ядерного топлива ........................... 43
Глава 2. Материалы матрицы дисперсионного ядерного топлива ............................. 45
2.1.
Металлические матричные материалы ядерного топлива
дисперсионного типа .................................................................................. 46
2.1.1.
Алюминий и его сплавы .................................................................... 46
2.1.2.
Цирконий и его сплавы ..................................................................... 48
2.1.3.
Нержавеющие стали .......................................................................... 51
2.1.4.
Никель ............................................................................................... 53
2.1.5.
Магний ............................................................................................... 55
2.2.
Графит как матричный материал дисперсионного ядерного топлива ..... 58
2.3.
Матричные материалы дисперсионного топлива IMF ............................. 63
2.3.1.
Материалы инертной матрицы на основе оксидов .......................... 63
2.3.2.
Материалы инертной матрицы на основе нитридов ....................... 69
2.3.3.
Материалы инертной матрицы на основе карбидов ........................ 71
2.3.4.
Использование металлов в качестве инертной матрицы ................. 72
2.4.
Матричные материалы на основе соединений тория ............................... 73
2.4.1.
Использование ThO2 в качестве инертной матрицы ....................... 73
2.4.2.
Использование карбидов тория в качестве инертной
матрицы ............................................................................................ 78
Глава 3. Делящиеся материалы дисперсионного ядерного топлива .......................... 83
3.1.
Уран и его сплавы ....................................................................................... 84
3.1.1.
Металлический уран ......................................................................... 84
3.1.2.
Сплавы урана ..................................................................................... 85
3.2.
Керамические соединения делящихся материалов .................................. 88
3.2.1.
Диоксид урана ................................................................................... 88
3.2.2.
Карбиды урана ................................................................................... 92
3.2.3.
Мононитрид урана ............................................................................ 95
3.2.4.
Силициды урана ................................................................................ 99
3.2.5.
Диоксид плутония ............................................................................105
3.2.6.
Мононитрид плутония .....................................................................106
Глава 4. Свойства дисперсионных топливных материалов ......................................108
4.1.
Свойства дисперсионного топлива на основе алюминиевой
матрицы .....................................................................................................108
4.1.1.
Дисперсионные композиции на основе U-Al .................................108
4.1.2.
Дисперсионное топливо на основе сплавов U-Mo .........................113
4.1.3.
Дисперсионная композиция на основе UO2 ...................................117
4.1.4.
Дисперсионное топливо на основе UxSiy .........................................119
4.2.
Дисперсионные композиции на основе UO2 – нержавеющая
сталь ...........................................................................................................125
4.3.
Дисперсионное топливо на основе урана и сплава U-Mo
в матрице из магния...................................................................................130
4.4.
Дисперсионная композиция UO2-Ni .......................................................133
4.5.
Топливо реакторов HTGR .........................................................................134
4.6.
Высокотемпературное дисперсионное топливо ......................................137
4.7.
Дисперсионные композиции IMF ...........................................................141
4.7.1.
Матричные материалы IMF на основе оксидов .............................142
4.7.2.
Матричный материал IMF на основе SiC .......................................147
4.7.3.
Керметные композиции IMF ..........................................................148
4.8.
Матричный материал IMF на основе тугоплавких соединений
тория ...........................................................................................................149
4.8.1.
Дисперсионные композиции на основе ThO2 .................................150
4.8.2.
Дисперсионные композиции на основе карбидов тория ...............157
Глава 5. Изготовление топливных сердечников дисперсионного типа .....................159
5.1.
Изготовление дисперсионных топливных сердечников методом
плавки и литья ...........................................................................................159
5.1.1.
Сердечники твэлов на основе сплавов Al-U ...................................159
5.2.
Изготовление дисперсионных сердечников твэлов методом
порошковой металлургии ..........................................................................160
5.2.1.
Приготовление порошковых смесей дисперсионных
композиций ......................................................................................160
5.2.2.
Получение гранулированного топлива ...........................................162
5.2.3.
Нанесение покрытий на гранулированное топливо .......................164
5.2.4.
Формование заготовок топливного сердечника .............................167
5.2.5.
Спекание и горячее прессование заготовок дисперсионных
композиций ......................................................................................168
5.3.
Дисперсионные композиции, получаемые методом порошковой
металлургии ...............................................................................................169
5.3.1.
Сердечники на основе сплавов U-Al ...............................................169
5.3.2.
Сердечники на основе UO2-Al .........................................................170
5.3.3.
Сердечники твэлов на основе U3Si2-Al ............................................172
5.3.4.
Сердечники твэлов на основе (U,Mo)-Al ........................................175
5.3.5.
Сердечники твэлов на основе (U,Mo)-Mg ......................................181
5.3.6.
Сердечники твэлов на основе UO2 – нержавеющая сталь .............182
5.3.7.
Дисперсионные сердечники на основе UO2-Ni ..............................184
5.3.8.
Дисперсионные сердечники твэлов керметного типа ....................184
5.3.9.
Дисперсионные сердечники с керамическим топливом
в матрице из графита .......................................................................188
5.4.
Изготовление дисперсионных сердечников IMF ....................................189
5.4.1.
Изготовление сердечников механическим смешиванием
порошков ..........................................................................................189
5.4.2.
Изготовление сердечников из соосажденных порошков ...............192
5.4.3.
Изготовление сердечников IMF гетерогенного типа .....................194
5.5.
Изготовление сердечников IMF на основе соединений тория ...............198
5.5.1.
Получение сердечников IMF на основе ThO2 .................................198
5.5.2.
Изготовление топливных сердечников реактора HTGR
из (U,Th)C2 .......................................................................................202
Глава 6. Изготовление твэлов дисперсионного типа ................................................205
6.1.
Производство твэлов пластинчатого типа................................................206
6.2.
Производство трубчатых твэлов ...............................................................210
6.3.
Изготовление твэлов стержневого типа ...................................................213
6.4.
Получение графитовых твэлов реактора HTGR ......................................217
6.5.
Технологический контроль твэлов ...........................................................220
Заключение .............................................................................................................223
Литература ..............................................................................................................228
Предисловие
Устойчивое развитие современной цивилизации в значительной степени зависит от
надежной энергетики, которая развивается опережающими темпами по сравнению
с другими отраслями и требует различных и стабильных источников сырья вместо
истощающегося углеводородного.
Альтернативой углеводородному сырью в настоящее время являются возобновимые источники энергии: гидроэнергетика, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика,
термальная энергия, энергия приливов и ядерная энергетика, а в перспективе – тер-
моядерная.
Чернобыль и Фукусима серьезно подорвали доверие к ядерной энергетике.
Однако в ежегодном докладе Международного энергетического агентства (МЭА)
в 2011 году было подчеркнуто, что мир не может обойтись без ядерной энергетики,
чтобы удовлетворить растущие потребности в электричестве, в связи с ее практически неограниченными ресурсами, а также экономическими и экологическими
преимуществами перед традиционными источниками.
В настоящее время особо остро стоит вопрос безопасности ядерной энергетики
и активно разрабатываются ядерные реакторы и тепловыделяющие сборки (ТВС)
нового поколения. В этой связи большое внимание уделяется дисперсному ядерному
топливу. Создание тепловыделяющих элементов (твэлов) на основе дисперсного
ядерного топлива особенно актуально в связи с необходимостью обеспечения высокого потока нейтронов и повышенной радиационной стойкости при длительной
эксплуатации в реакторе.
Тепловыделяющие элементы с дисперсным ядерным топливом нашли широкое
применение в активных зонах реакторов различного назначения. Они успешно эксплуатируются в исследовательских и материаловедческих реакторах и используются
при разработке ядерно-энергетических корабельных установок. Они эффективно
проявили себя и в высокотемпературных газоохлаждающихся реакторах (HTGR).
Твэлы с дисперсным видом топлива обеспечивают надежное удержание всех
продуктов деления и, в частности, актиноидов. Высокая теплопроводность дисперсных твэлов позволяет их эксплуатировать при значительных тепловых нагрузках.
В транспортных ядерно-энергетических установках, для атомных подводных
лодок применение твэлов дисперсного типа позволяет обеспечить такие особенно
важные требования, как повышенная надежность и безопасность для обслуживающего персонала при минимальных массовых характеристиках реакторов.
При разработке высокотемпературных газоохлаждающихся реакторов с самого начала в качестве ядерного топлива использовалось дисперсионное топливо с
керамическими делящимися веществами и матрицей из графита. Преимуществом
твэлов дисперсного типа являются также более широкие технологические возможности, позволяющие изготавливать твэлы самой разнообразной конфигурации: в
виде лент, пластин, цилиндрических и крестообразных стержней, колец, шаров и т.д.
В последнее десятилетие XX века возник еще один стимул для применения
ядерного топлива дисперсного типа. К этому времени СССР и США накопили
избыточное количество оружейного плутония и договорились о прекращении его
производства и использования в энергетике.
Проведенные к настоящему времени исследования показали, что дисперсное
топливо в инертной матрице (IMF) позволяет повысить использование оружейного и энергетического плутония без его дальнейшей наработки. Этот вид топлива
позволяет увеличить выгорание делящихся изотопов до 100 ГВт·сут./т и более,
что увеличивает экономическую эффективность топливного цикла и значительно
снижает стоимость электроэнергии. Использование IMF позволяет осуществлять
прямое захоронение облученного ядерного топлива (ОЯТ), что уменьшает риск
ядерного терроризма и более приемлемо с экономической точки зрения в связи со
значительным снижением затрат на переработку и захоронение ОЯТ.
Разработка IMF показала, что в качестве матричного материала могут быть
использованы и тугоплавкие соединения тория. Использование ThC2 в качестве
топлива реактора HTGR было весьма успешным. Хорошие результаты были получены при использовании (Th, Pu)O2 и (Th, U)O2 в легководных реакторах (LWR).
Таким образом, с использованием соединений тория в топливе IMF возникает возможность включить в топливный цикл торий, что в свою очередь позволит снизить количество высокоактивных радиоактивных отходов, подлежащих захоронению. Это связано с тем, что использование тория снижает количество трансурановых изотопов (Pu, Am, Np, Cm) в отработанном ядерном топливе на 2-м порядке по сравнению с ОЯТ уранового цикла.
Несмотря на многочисленные публикации о дисперсном ядерном топливе, мало
сведений о технологии его получения и свойствах дисперсных твэлов. Особенно
недостаточно сведений о разработке ядерного топлива с инертной матрицей, предназначенного для «сжигания» оружейного и энергетического плутония.
В представленной монографии С.В. Алексеева, В.А. Зайцева и С.С. Толстоухова
«Дисперсионное ядерное топливо» авторы попытались восполнить этот пробел,
собрав и проанализировав опубликованные данные. Это еще один шаг в разработке
безопасных высокоэффективных реакторов для обеспечения устойчивого развития
ядерной энергетики.
Н.П. Тарасова,
член-корр. РАН, профессор,
директор Института химии и проблем устойчивого развития,
РХТУ им. Д.И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО «Зеленая химия для устойчивого развития»
Предисловие авторов
Энергообеспечение деятельности человеческого общества вызывает в последнее
время значительные трудности. Создание устойчивой энергетики будущего возможно только при использовании восполняемых источников энергии или энергии деления ядер урана и плутония при их взаимодействии с нейтронами.
Использование энергии деления ядер U и Pu стало возможно после создания
ядерного реактора, с помощью которого выделяемая в результате реакции деления
ядер U и Pu энергия преобразуется в тепловую энергию.
Основной частью активной зоны (АЗ) ядерного реактора является тепловыделяющая сборка (ТВС), состоящая из тепловыделяющих элементов (твэлов), которые содержат ядерное горючее (делящиеся изотопы).
Ядерное горючее бывает металлическое (уран, плутоний и их сплавы), керамическое (оксиды, карбиды, нитриды и т.д. урана и плутония) и дисперсионное, в котором делящиеся вещества равномерно распределены в матрице из неделящегося вещества.
Актуальность создания твэлов на основе дисперсионного ядерного топлива особенно возросла в связи с необходимостью обеспечения высокого потока нейтронов
и повышенной радиационной стойкости при длительной эксплуатации в реакторе.
Тепловыделяющие элементы с дисперсионным ядерным топливом нашли широкое применение в активных зонах реакторов различного назначения. Они успешно эксплуатируются в исследовательских и материаловедческих реакторах, нашли применение в ядерных энергетических установках на море и в космосе, эффективно проявили себя в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах.
Сведения о технологии получения и свойствах дисперсионных твэлов в основном
опубликованы в 60–80 годы прошлого столетия в многочисленных статьях и научных изданиях отечественных и зарубежных специалистов.
Накопленные данные в нашей стране были обобщены в монографиях рядом
коллективов авторов во главе с Займовским А.С., «Тепловыделяющие элементы
атомных реакторов», 1966 г.; Самойловым А.Г., «Дисперсионные твэлы», 1965 г.,
1982 г., «Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов», 1996 г.; Скоровым Д.М.,
«Реакторное материаловедение», 1962, 1968, 1979 гг.
Однако за последние 20–25 лет разработка дисперсионного ядерного топлива
вышла на новый качественный уровень во многом благодаря принципиально новым возможностям исследовательского оборудования, а также востребованности
решений ранее отложенных проблем развития атомной энергетики.
В многочисленных работах, посвященных исследованиям дисперсионного ядерного топлива, рассматривается влияние слоев взаимодействия делящего вещества с материалом матрицы на поведение дисперсионного топлива в условиях облучения.
В рамках программы по снижению обогащения уранового топлива исследовательских
и материаловедческих реакторов получены новые данные о композициях: силициды урана – алюминий и уран-молибденовые сплавы – алюминий. Стали известны результаты применения дисперсионного ядерного топлива при разработке ядерных энергетических установок специального назначения, а также накопленный опыт использования дисперсионного топлива при наработке изотопов.
В последнее время опубликованы данные о разработке ядерного топлива с инертными матрицами (IMF), предназначенного для «сжигания» избыточного оружейного и энергетического плутония. Также исследуется возможность использования дисперсионного топлива для увеличения выгорания ядерного топлива на основе урана. Возможности глубокого выжигания актинидов, реализуемые при использовании инертных матриц, несомненно, найдут свое применение при решении проблемы обращения с ОЯТ.
В представленной книге авторы обобщили опубликованные данные, рассмотрели вопросы технологии получения дисперсионного ядерного топлива, его свойства и возможности применения в новых проектах атомной энергетики.
Авторы надеются, что книга будет полезна для широкого круга научных работников, инженеров и конструкторов, занимающихся усовершенствованием и разработкой дисперсионного топлива и реакторов с его использованием.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме изложения
материала и надеются, что, несмотря на неизбежные недостатки и ограниченный
охват опубликованных работ, книга послужит дальнейшему развитию исследований и более целенаправленному применению дисперсионного ядерного топлива.
Авторы выражают искреннюю признательность и благодарны Борисову Ю.С.,
Жарковой Т.Н., Лукину К.П. и Проценко О.В. за их бескорыстный труд и неоценимый вклад в подготовку рукописи книги к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЭС – атомная электростанция
Твэл – тепловыделяющий элемент
ТВС – тепловыделяющая сборка
АЗ – активная зона
ИР – исследовательский реактор
ЯЭУ – ядерная энергетическая установка
RERTR – программа снижения обогащения топлива ИР
АПЛ – атомная подводная лодка
LWR – легководный реактор
ПЭБ – плавучий энергоблок
HTGR – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
КПД – коэффициент полезного действия
ГПД – газообразный продукт деления
ОЯТ – отработанное ядерное топливо
IMF – топливо с инертной матрицей
Е – модуль упругости
σв – предел прочности при растяжении
σ 0,2 – предел текучести
δ – относительное удлинение
λ – коэффициент теплопроводности
α – коэффициент линейного расширения
т.п. – теоретическая плотность
т.а. – тяжелые атомы
γ – плотность
ε – ползучесть
Введение
Основной частью тепловыделяющего элемента (твэла) является ядерное топли-
во, которое может быть гомогенным в виде соединений делящегося изотопа или
гетерогенным, в котором частицы вещества делящегося изотопа равномерно рас-
пределены в матрице из неделящегося материала.
Характерной особенностью дисперсионного ядерного топлива является его
повышенная радиационная стойкость при длительной эксплуатации в реакторе.
В связи с этим дисперсионное топливо нашло широкое применение в исследо-
вательских и материаловедческих реакторах, а также в ядерных установках специ-
ального назначения, для которых характерны повышенные плотности делений,
мощности энерговыделения и температуры.
В последнее время возник еще один стимул для разработки и применения то-
плива дисперсионного типа. Это связано с необходимостью снижения накопленных
запасов оружейного и энергетического плутония. Для этого разрабатывается IMF-
топливо (Inert Matrix Fuel), являющееся дисперсионной композицией, в которой
плутоний равномерно распределен в безурановой матрице. IMF-топливо позволяет
основательно снизить запасы плутония, значительно увеличить выгорание деляще-
гося изотопа. Использование этого вида топлива обеспечивает прямое захоронение
отработанного ядерного топлива.
В книге рассматривается место дисперсионного ядерного топлива в ядерной
энергетике. Анализируются свойства компонентов дисперсионных композиций и их
влияние на свойства дисперсионного топлива. Приводятся данные о свойствах дис-
персионного ядерного топлива и его поведении в условиях реакторного облучения.
Книга состоит из 6 глав. В первой главе дан обзор дисперсионного ядерного
топлива и его использования в реакторах различного назначения. В гл. 2–5 рас-
смотрены вопросы выбора материалов делящегося изотопа и матрицы, их наиболее
важные физико-химические и механические свойства, определяющие свойства дис-
персионной топливной композиции. В главе 6 кратко проанализированы вопросы
технологии получения различных типов дисперсионных твэлов. Особое внимание
уделено необходимости равномерного распределения частиц делящегося вещества
в материале матрицы.
ГЛАВА 1
ДИСПЕРСИОННОЕ ТОПЛИВО В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
С увеличением степени развития общества происходит неуклонный рост потребления
энергии. Развитие промышленного производства, торговли, улучшение жилищных
условий – все это требует дополнительного притока энергии. Без потребления энерге-
тических ресурсов не обходится ни одна сторона жизнедеятельности человека. В связи
с этим энергетика развивается опережающими темпами по сравнению с другими
отраслями производства и требует значительных и стабильных источников сырья.
В настоящее время энергетические потребности в основном удовлетворяются
за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показывают, что эта
тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако запасы углеводородов,
особенно нефти и газа, достаточно ограничены, к тому же необходимы для быстро
развивающегося транспорта и нефтехимии.
Альтернативой углеводородному сырью являются возобновляемые источники
энергии (гидроэнергия, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика, геотермальная
энергия, энергия приливов) и ядерная энергетика.
Одним из величайших достижений ХХ столетия явилось овладение ядерной
энергией деления атомов урана при взаимодействии их с нейтронами. Атомная энер-
гия, особенно при условии эффективного замыкания ядерного топливного цикла,
в общей энергетической стратегии объективно не представляет собой альтернативу
углеродной или возобновляемой энергетике, а является практически единственным
гарантом обеспечения безопасности государств мира на долгую перспективу.
Овладение энергией мирного атома стало возможно после создания ядерного
реактора, устройства, в котором обеспечиваются условия самоподдерживающейся
цепной реакции деления изотопов урана или плутония с участием нейтронов. Энер-
гия, выделяющаяся в процессе деления, является источником тепловой энергии,
которую (с помощью ядерного реактора) можно преобразовать в нужную форму.
Основной частью активной зоны реактора является тепловыделяющий элемент
(твэл), представляющий собой ядерное топливо в том или ином виде, загермети-
зированное в оболочке.
По сравнению с началом становления ядерной энергетики в настоящее время
расширился круг используемых ядерно-энергетических установок от мощных АЭС
до космических аппаратов и ледоколов, для которых необходимо свое ядерное
топливо. В качестве делящегося материала (ядерного топлива) используют метал-
лический уран или плутоний и их сплавы, керамические соединения этих металлов
(оксиды, карбиды, нитриды и т.д.), а также дисперсионное ядерное топливо, пред-
ставляющее композицию, в которой делящийся материал распределен в матрице
из неделящегося материала.
1.1. Структура ядерного топлива исследовательских
реакторов
Еще на ранней стадии становления атомной отрасли стало очевидно, что без ис-
следования поведения ядерного топлива и конструкционных материалов, а также
твэлов, тепловыделяющих сборок (ТВС) и элементов внутриреакторных конструк-
ций под облучением не обойтись. В связи с этим в 40–60 гг. XX столетия в странах,
развивающих атомную отрасль, приступили к разработке и строительству атомных
реакторов, предназначенных для проведения исследований по физике реакторов
и материаловедческих исследований топливных и конструкционных материалов
в условиях облучения.
Первый в мире исследовательский реактор (ИP) был построен в Чикаго (США)
под руководством Э. Ферми в 1942 г. В 1946 г. под руководством И.В. Курчатова был
построен аналогичный ИР в Москве (СССР).
В дальнейшем исследовательские реакторы были построены во многих странах.
По данным [1], всего в мире было построено порядка 670 реакторов, из них 227 в
США и 193 в СССР. По состоянию на октябрь 2011 г. в мире насчитывался 241 дей-
ствующий ИР. К этому времени было остановлено 202 и выведен из эксплуатации
221 исследовательский реактор [1, 2].
По данным МАГАТЭ, термин «исследовательский реактор» включает физиче-
ские реакторы, исследовательские реакторы, обладающие значительной плотностью
нейтронного потока, реакторы, предназначенные для учебных целей, и реакторы-
прототипы для ядерных энергетических установок (ЯЭУ).
В настоящее время эксплуатируются исследовательские реакторы различных
типов, отличающиеся по физическим характеристикам и назначению. По физи-
ческим характеристикам имеются ИР, нейтроны которых используются внутри
реактора, и реакторы, нейтроны которых выводятся за пределы реактора с помощью
пучков. Реакторы первого типа используются для исследования поведения мате-
риалов, твэлов, ТВС и внутриреакторных устройств под воздействием облучения
нейтронами, а также для получения радиоактивных изотопов. ИР второго типа
используются для исследований по ядерной физике, физике твердого тела и т.д.
В качестве ядерного топлива в активных зонах (АЗ) исследовательских реак-
торов используется топливо дисперсионного типа, которое представляет собой
композицию ядерного топлива, в котором делящаяся фаза (233U, 235U,239Pu) нахо-
дится в виде частиц (металл, соединение), равномерно распределенных в матрице
из неделящегося материала (металл, сплав, керамика, графит, другие материалы),
а также из 238U,232Th, их сплавов и соединений.
Основным преимуществом ядерного топлива дисперсионного типа является
его повышенная радиационная стойкость при длительной эксплуатации твэлов по
сравнению с твэлами, содержащими сердечники из однородного ядерного топлива.
Высокая радиационная стойкость дисперсионного топлива обеспечивается
его структурой, в которой продукты деления локализуются в топливных частицах
или около них. Каждая частица ядерного топлива, диспергированная в топливной
композиции, представляет микротвэл, в котором роль оболочки, сдерживающей
объемные изменения сердечника, выполняет матрица. Разобщенность продуктов
деления и непрерывность матрицы предотвращают повреждение сердечника твэла.
Анализ структуры дисперсионного топлива и некоторые рекомендации раци-
онального выбора размера топливных частиц и их расположения в материале ма-
трицы с точки зрения радиационной стойкости приведены в работах американских
ученых Вебера и Гирша [3, 4].
В дисперсных композициях топливные частицы различных форм и размеров
хаотично расположены в матричном материале, и поэтому такие структуры трудно
подвергнуть количественной оценке. Вебер и Гирш для анализа рассмотрели гипоте-
тический случай, когда частицы делящегося материала в виде шаров одного размера
правильно расположены в непрерывной матрице по схеме гранецентрированного
куба. Процессы деления, происходящие в топливных частицах, и сопутствующие
им повреждения сосредотачиваются почти полностью в них. Материал матрицы,
окружающий топливную частицу, находится только под воздействием потока ней-
тронов. Однако часть материала матрицы, соприкасающаяся с ядерным горючим,
также подвергается действию осколков деления. Предполагается, что термодиффу-
зия продуктов деления заторможена настолько, что ею можно пренебречь. В этом
случае продукты деления будут проникать в материал матрицы на определенную
глубину только за счет энергии, приобретенной во время акта деления.
Таким образом, в процессе работы твэла в топливном сердечнике из диспер-
сионной топливной композиции вокруг каждой топливной частицы будет об-
разовываться определенной толщины пояс поврежденного продуктами деления
материала матрицы.
В табл. 1.1 приведены данные, характеризующие средние значения толщины
поврежденного материала матрицы Длина пробега осколков в диоксиде урана, наиболее применяемом делящемся
материале дисперсионного топлива, равна 9,4 мкм.
На рис. 1.1 приведена фотография микроструктуры топливной композиции
диоксид урана – нержавеющая сталь после облучения при температуре 500 °С до
выгорания 30%. Из рис. 1.1 видно, что толщина поврежденного слоя нержавеющей
стали находится в пределах 4–10 мкм (средняя величина равна 5,5 мкм).
После облучения дисперсионной топливной композиции весь объем матрично-
го материала можно рассматривать как состоящий из двух частей: поврежденной и
неповрежденной. При прочих равных условиях можно считать, что общий эффект
повреждения матрицы в результате облучения зависит от отношения неповреж-
денной части матрицы к поврежденной ее части. По величине этого отношения
можно судить, насколько в условиях облучения сохранились свойства матрицы.
Таким образом, необходимым условием для наиболее полного сохранения
свойств матрицы является непрерывность ее неповрежденной части. Для обеспе-
чения устойчивости дисперсионной композиции необходимым условием является
тот факт, что расстояние между частицами топливной фазы должно быть таким, при
котором не происходит касание или перекрывание поврежденных частей (поясов)
матрицы. Это расстояние зависит от объемной доли топливной фазы и размера ее
частиц (рис. 1.2). Приведенные схемы различаются лишь размером частиц топливной
фазы. Вокруг каждой частицы условно показан пояс материала матрицы, повреж-
денной в результате облучения. Из приведенных схем видно, что для композиции с
размером частиц 180 мкм (рис. 1.2а) расстояние между частицами составляет 98 мкм,
для частиц диаметром 90 мкм (рис. 1.2б) это расстояние равно 49 мкм.
Для гипотетического случая структуры, в которой топливные частицы сфе-
рической формы расположены по схеме гранецентрированного куба, в работе [5]
предложена зависимость, связывающая расстояние между топливными частицами
d, их размер D и объемную долю топливной фазы Vf:
см. уравнение в книге (1.1)
Эта зависимость справедлива для Vf ≤ 0,74, при Vf = 0,74 все топливные частицы
будут находиться в контакте (d = 0), объемная доля топливных частиц, равная 0,74,
является максимально возможной для сфер одного диаметра (рис. 1.3).
Более подробно влияние структуры дисперсионной топливной композиции на
ее свойства приведено в работе А.Г. Самойлова [5].
Наряду с изучением структуры дисперсионного топлива в 50–60 гг. двадцатого
столетия предпринимались попытки оценить его напряженное состояние, возника-
ющее в результате выгорания ядерного топлива. Такие попытки были предприняты
в работах [3, 6] с использованием сферической симметричной модели, которая не
учитывала механических свойств частиц и матрицы. В дальнейшем была пред-
принята попытка, учитывающая более точное распределение частиц с помощью
конечноэлементной модели [7].
Для того чтобы достичь высокой мощности реактора, объемное содержание
топливных частиц в дисперсионной композиции должно быть не менее 50%. При
таком объемном содержании количество частиц ядерного топлива может достигать
108–109. Топливные частицы обычно распределены неравномерно, что делает струк-
туру диспергированного топлива очень сложной и в значительной мере затрудняет
оценку его напряженного состояния.
В работе [8] для более полной оценки реальной геометрии диспергированного
ядерного топлива был использован трехмерный образец объемного элемента, ко-
торый позволяет учитывать макродеформацию и по глубине.
Расчет деформированного состояния дисперсионной топливной композиции
был выполнен при интенсивности деления ядерного топлива 1020дел./м3·с, а плот-
ность топливной композиции была принята 98% от теоретической. Учитывалось,
что полный прирост деформации складывается из таких составляющих, как упругая,
пластическая, тепловая деформация и увеличение объема, вызванного делением
ядерного топлива. При этом увеличение объема топливной частицы происходит
из-за газовых пузырьков, распухания твердых продуктов деления и изменения по-
ристости частицы в связи с уплотнением.
Расчет напряженного состояния пластины дисперсионной топливной компо-
зиции показал, что с увеличением глубины выгорания напряжения на топливной
частице изменяются с растяжения на сжатие, а напряжения растяжения на матрице
резко возрастают (рис. 1.4). Предполагается, что наибольшее напряжение матрицы
располагается на середине расстояния между частицами и может привести к раз-
рушению топливной композиции в этой области.
Было также показано, что напряжение топливных частиц уменьшается при
выгорании, а напряжение на матрице отрицательное. Этот факт указывает на
то, что распухание топливных частиц ограничено, а матрица между топливными
частицами вдоль направления длины или толщины дисперсионной композиции
сжимается.
Учет макродеформации по глубине и ширине пластины из дисперсионной то-
пливной композиции позволил выявить несферическую симметрию распределения
напряжений в зависимости от глубины выгорания (рис. 1.5).
1.2. Ядерное топливо дисперсионных твэлов
исследовательских реакторов
1.2.1. Дисперсионное ядерное топливо первого поколения
исследовательских реакторов
В качестве топлива первых исследовательских реакторов США – СР-1 (1942),
Х-Ю (1944); СССР – Ф-1 (1946), ТВР (1949), использовался металлический уран.
Активные зоны последующих исследовательских реакторов изготавливались уже
На рис. 1.6 (см. цв. вклейку) показан внешний вид реактора RECH-1, Чили,
год пуска 1974, топливо U-Al.
Сердечники твэлов первой в мире атомной электростанции (АЭС), построен-
ной в 1954 г. (СССР), были изготовлены из дисперсионной композиции, в которой
сплав U – 9% Mo был диспергирован в магнии [5].
На рис. 1.7 (см. цв. вклейку) показан зал реактора RA-3, Аргентина, год пуска
1967, топливо U3O8 – Al.
1.2.2. Исследовательские реакторы, используемые в настоящее время
Из построенных с начала 50-х годов исследовательских реакторов разных типов
по состоянию на середину 2012 г. в 58 странах эксплуатировалось 234, остальные
окончательно остановлены или демонтированы, либо планировался их выход из
эксплуатации [2].
По прогнозам МАГАТЭ, к 2020 г. число действующих исследовательских реак-
торов сократится до 100–150.
Среди действующих исследовательских реакторов:
• более 50% – это материаловедческие реакторы (MTR) и многоцелевые ре-
акторы для производства изотопов, пучковых исследований и т.д.,
• около 20% являются критическими сборками малой мощности (от десятых
долей ватт до сотен ватт),
• около 13% являются учебными реакторами небольшой мощности.
Продолжительность эксплуатации 70% действующих исследовательских реак-
торов составляет более 30 лет, а 50% – более 40 лет. Один из самых старых реакторов
в мире, который эксплуатируется в течение почти 51 года, – крупнейший исследо-
вательский реактор Бразилии IEA-RI. В табл. 1.4 приведены данные об основных
материаловедческих реакторах, действующих в мире по состоянию на 2014 г.
Важным значением, определяющим возможности использования исследо-
вательских реакторов, является отношение мощности (Ф) и плотности потока
нейтронов (Р). В соответствии с рекомендациями справочника МАГАТЭ [11] ис-
следовательские реакторы разделены на две группы: маломощные (мощность менее
250 Вт) и высокоплотные (табл. 1.5). Отношение Ф/Р – это главная характеристика,
определяющая возможные сферы использования ИP:
• облучение материалов, введенных в реактор, для аналитических целей, про-
изводство изотопов, изучение радиационных эффектов,
• исследование на пучках нейтронов, выведенных за пределы реактора, в
основном в аналитических целях (на установках с большими значениями
мощности и потока),
• тестирование экспериментальных устройств и ядерного топлива в реакторах
со специально созданными для этого условиями,
• обучение и тренировки.
На рис. 1.8 приведены величины отношения Ф/Р, достигнутые на исследова-
тельских реакторах в настоящее время.
В настоящее время исследовательские реакторы нашли широкое применение
как нейтронные источники при производстве радиоизотопов для медицины и
промышленности [14]. В начале 2000-х годов ежегодно во всем мире выполнялось
около 50 тысяч медицинских процедур с применением радионуклидов, и их по-
требность в последнее время с каждым годом увеличивается. В Европе ежегодно
проводится около 10 миллионов медицинских процедур и 15 миллионов лабора-
торных анализов [15]. Около 70% мировой потребности в таких радиоизотопах
удовлетворялось исследовательским реактором NRU, эксплуатируемым в Канаде
фирмой AECL с 1957 года. Для замены стареющего реактора NRU фирмой AECL
разработан новый исследовательский реактор MAPLE, который спроектирован
для выполнения многих задач, в том числе для производства радиоизотопов
медицинского применения [16]. Фирма MDS Nordion заключила с AECL кон-
тракт на сооружение двух реакторов MAPLE для производства радиоизотопов
медицинского назначения. Предполагалось, что производство радионуклидов
начнется в 2001 году.
Материаловедческий реактор ATR (США, Айдахо) также используется для
производства радионуклидов. Реактор производит большую долю 192Ir для ком-
мерческой радиографии США и высокорадиоактивный 60Co для медицины [17].
На крупнейшем исследовательском реакторе в Бразилии IEA-RI получают
изотопы 131I, 41Ar, 192Ir, 198Au, 153Sm, а также 99Mo.
Растущая потребность в радионуклидах, применяемых в науке и технике, требует
их широкого ассортимента. Производство изотопов накладывает свои требования
на плотность потока нейтронов в реакторе. При плотности потока менее 1013 ней-
трон/(см2·с) относительно просто можно получать лишь 24Na, 32P, 38Cl, 56Mn, 41Ar,
64Cu, 198Au. В реакторах с умеренным значением Ф можно получить еще изотопы
90Y, 99Mo, 125I, 131I,133Xe. В высокопоточных реакторах (Ф более 1014 нейтрон/(см2·с)
еще девять: 14C, 35S, 51Cr, 60Co, 89Sr, 153Sin, 169Yb, 170Tu и192Ir [11].
Экспериментальные реакторы Европы, прежде всего HFR, BR-2 и OSI-RIS,
используются для целей терапии и диагностики.
Проведение нейтронографических исследований [18] и нейтронозахватной
терапии злокачественных опухолей [19] с использованием исследовательских
реакторов осуществляется с помощью выведенных пучков нейтронов. На рис. 1.9
показана установка, используемая для нейтронозахватной терапии.
1.2.3. Перевод исследовательских реакторов на низкообогащенное
топливо
Развитие ядерной энергетики способствовало появлению атомной промышленно-
сти и строительству большого количества исследовательских и материаловедческих
реакторов, транспортных и других ядерно-энергетических установок в более чем
40 странах мира. На ранней стадии практически все реакторы использовали ядерное
топливо с высоким обогащением урана-235, что привело к появлению ядерных
материалов во многих странах мира.
Атомная бомбардировка японских городов Хиросима и Нагасаки (1945 г.)
показала мощь ядерного оружия, а катастрофы на Чернобыльской АЭС (1968 г.)
и Японской АЭС «Фукусима-1» (2011 г.) выявили глобальный характер влияний
тяжелых аварий АЭС на жизнь миллионов людей.
Все это способствовало появлению ядерного терроризма, анализ которого про-
веден в работе [20]. Согласно данному анализу факты ядерного терроризма были
предприняты во Франции (1961 г.), США (1972, 1975 гг.), Испании (1977, 1979 гг.).
Имеются случаи незаконного оборота ядерных материалов в Индии, России, Литве,
ФРГ, Болгарии и ряде других стран. Сообщается о преднамеренном облучении во
Франции, США, России, Тайване, Японии.
В последнее время терроризм превращается в одну из постоянных угроз без-
опасности человечества. Особенностью терроризма в настоящее время является
стремление к осуществлению крупномасштабного акта против мирных граждан.
Возросло и количество террористических групп в мире, стремящихся использовать
в своих целях современные достижения науки и техники.
Поскольку мировой оборот радиоактивных материалов достаточно развит,
нельзя исключить возможность получения к ним доступа террористов.
Высокообогащенный уран может быть использован для создания простого
ядерного взрывного устройства, а радиоактивные материалы для создания при-
митивного радиологического оружия – «грязной бомбы».
Все это вынуждает к необходимости принимать меры по предотвращению
распространения ядерного оружия и радиоактивных материалов. Одним из путей
снижения возможности ядерного терроризма является разработка ядерного топлива
на низкообогащенном уране с содержанием менее 20% урана-235. Такое ядерное
топливо непригодно для создания ядерного взрывного устройства.
В 1978 году в США была принята Программа снижения обогащения топлива
исследовательских и материаловедческих реакторов (RERTR), в рамках которой
планировался перевод 129 из 207 ИP на низкообогащенное топливо. В 2004 году
программа RERTR стала составной частью Программы по снижению глобальной
из обогащенного урана. В табл. 1.2, 1.3 приведены характеристики некоторых ис-
следовательских реакторов первого поколения, использующих дисперсионное
топливо. Таблицы составлены на основе данных работы [5].
угрозы (GTRI), целью которой является ускорение возврата высокообогащенного
и облученного топлива российского и американского производства в страны-изго-
товители. После 1978 года только одному ИР, введенному в эксплуатацию (FRM-II,
Германия), разрешено работать на высокообогащенном топливе. В реакторе FRM-II
использовано топливо на основе силицида урана, который принципиально непри-
годен для производства ядерного оружия [18]. В более новых 20 исследовательских
реакторах, эксплуатируемых в 16 странах, используется низкообогащенное (менее
20% 235U) топливо.
По состоянию на 2009 г. 67 исследовательских реакторов были переведены на
низкообогащенное дисперсионное уран-силицидное топливо или остановлены. На
34 исследовательских реакторах проводятся работы по их переводу на низкообога-
щенное топливо. Предполагается, что к 2018 году все исследовательские реакторы,
работающие на высокообогащенном топливе, будут переведены на низкообога-
щенное топливо или будут остановлены.
В активных зонах первого поколения исследовательских реакторов исполь-
зовали высокообогащенное дисперсионное топливо U-Al с плотностью по урану
2,3–3,2 г/см3. Новое низкообогащенное топливо представляет собой дисперсионное
топливо на основе силицида урана в алюминиевой матрице U3Si2-Al с плотностью
по урану 4,8 г/см3 (содержание 235U менее 20%).
В настоящее время в России с участием Министерства энергетики США прово-
дятся исследования осуществимости перевода шести исследовательских реакторов
(ИP-8, OP и «Аргус» в ГНЦ «Курчатовский институт», ИPT-МИФИ, ИРТ-Т в Томском
политехническом институте, МИР в ОАО «НИИАР») [21]. В российской программе
снижения обогащения топлива исследовательских реакторов с середины 1990-х годов
принимают участие: корпорации ТВЭЛ, ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ВНИИНМ», ОАО
«ГНЦ», «НИИАР», «ИРМ», ОАО «НЗХК», ГНЦ РФ-ФЭИ, а также Арагонская национальная лаборатория (США) в рамках программы RERTR [22]. Для конверсии исследовательских реакторов, построенных по российским проектам, сооруженных на Украине, в Венгрии и во Вьетнаме, разработана ТВС ВВР-М2 на основе дисперсионного топлива UO2-Al с концентрацией урана 2,5 г/см3 [23]. Для перевода на низкообогащенное топливо исследовательских реакторов в Чехии, Узбекистане, Ливии и Болгарии разработана ТВС ИРТ-4М с концентрацией урана в топливе 3 г/см3. По контракту с Министерством энер-
гетики США проведена модернизация АЗ реактора ВВР-К (Республика Казахстан)
и разработана ТВС ВВР-КН на основе дисперсионного топлива с концентрацией
урана 3 г/см3 (рис. 1.10).
В России для снижения обогащения топлива исследовательских реакторов раз-
рабатывается дисперсионное топливо UO2-Al, U – (6–10%) Mo-Al и монолитный
уран-молибденовый сплав [22].
Устойчивое развитие современной цивилизации в значительной степени зависит от
надежной энергетики, которая развивается опережающими темпами по сравнению
с другими отраслями и требует различных и стабильных источников сырья вместо
истощающегося углеводородного.
Альтернативой углеводородному сырью в настоящее время являются возобновимые источники энергии: гидроэнергетика, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика,
термальная энергия, энергия приливов и ядерная энергетика, а в перспективе – тер-
моядерная.
Чернобыль и Фукусима серьезно подорвали доверие к ядерной энергетике.
Однако в ежегодном докладе Международного энергетического агентства (МЭА)
в 2011 году было подчеркнуто, что мир не может обойтись без ядерной энергетики,
чтобы удовлетворить растущие потребности в электричестве, в связи с ее практически неограниченными ресурсами, а также экономическими и экологическими
преимуществами перед традиционными источниками.
В настоящее время особо остро стоит вопрос безопасности ядерной энергетики
и активно разрабатываются ядерные реакторы и тепловыделяющие сборки (ТВС)
нового поколения. В этой связи большое внимание уделяется дисперсному ядерному
топливу. Создание тепловыделяющих элементов (твэлов) на основе дисперсного
ядерного топлива особенно актуально в связи с необходимостью обеспечения высокого потока нейтронов и повышенной радиационной стойкости при длительной
эксплуатации в реакторе.
Тепловыделяющие элементы с дисперсным ядерным топливом нашли широкое
применение в активных зонах реакторов различного назначения. Они успешно эксплуатируются в исследовательских и материаловедческих реакторах и используются
при разработке ядерно-энергетических корабельных установок. Они эффективно
проявили себя и в высокотемпературных газоохлаждающихся реакторах (HTGR).
Твэлы с дисперсным видом топлива обеспечивают надежное удержание всех
продуктов деления и, в частности, актиноидов. Высокая теплопроводность дисперсных твэлов позволяет их эксплуатировать при значительных тепловых нагрузках.
В транспортных ядерно-энергетических установках, для атомных подводных
лодок применение твэлов дисперсного типа позволяет обеспечить такие особенно
важные требования, как повышенная надежность и безопасность для обслуживающего персонала при минимальных массовых характеристиках реакторов.
При разработке высокотемпературных газоохлаждающихся реакторов с самого начала в качестве ядерного топлива использовалось дисперсионное топливо с
керамическими делящимися веществами и матрицей из графита. Преимуществом
твэлов дисперсного типа являются также более широкие технологические возможности, позволяющие изготавливать твэлы самой разнообразной конфигурации: в
виде лент, пластин, цилиндрических и крестообразных стержней, колец, шаров и т.д.
В последнее десятилетие XX века возник еще один стимул для применения
ядерного топлива дисперсного типа. К этому времени СССР и США накопили
избыточное количество оружейного плутония и договорились о прекращении его
производства и использования в энергетике.
Проведенные к настоящему времени исследования показали, что дисперсное
топливо в инертной матрице (IMF) позволяет повысить использование оружейного и энергетического плутония без его дальнейшей наработки. Этот вид топлива
позволяет увеличить выгорание делящихся изотопов до 100 ГВт·сут./т и более,
что увеличивает экономическую эффективность топливного цикла и значительно
снижает стоимость электроэнергии. Использование IMF позволяет осуществлять
прямое захоронение облученного ядерного топлива (ОЯТ), что уменьшает риск
ядерного терроризма и более приемлемо с экономической точки зрения в связи со
значительным снижением затрат на переработку и захоронение ОЯТ.
Разработка IMF показала, что в качестве матричного материала могут быть
использованы и тугоплавкие соединения тория. Использование ThC2 в качестве
топлива реактора HTGR было весьма успешным. Хорошие результаты были получены при использовании (Th, Pu)O2 и (Th, U)O2 в легководных реакторах (LWR).
Таким образом, с использованием соединений тория в топливе IMF возникает возможность включить в топливный цикл торий, что в свою очередь позволит снизить количество высокоактивных радиоактивных отходов, подлежащих захоронению. Это связано с тем, что использование тория снижает количество трансурановых изотопов (Pu, Am, Np, Cm) в отработанном ядерном топливе на 2-м порядке по сравнению с ОЯТ уранового цикла.
Несмотря на многочисленные публикации о дисперсном ядерном топливе, мало
сведений о технологии его получения и свойствах дисперсных твэлов. Особенно
недостаточно сведений о разработке ядерного топлива с инертной матрицей, предназначенного для «сжигания» оружейного и энергетического плутония.
В представленной монографии С.В. Алексеева, В.А. Зайцева и С.С. Толстоухова
«Дисперсионное ядерное топливо» авторы попытались восполнить этот пробел,
собрав и проанализировав опубликованные данные. Это еще один шаг в разработке
безопасных высокоэффективных реакторов для обеспечения устойчивого развития
ядерной энергетики.
Н.П. Тарасова,
член-корр. РАН, профессор,
директор Института химии и проблем устойчивого развития,
РХТУ им. Д.И. Менделеева,
зав. кафедрой ЮНЕСКО «Зеленая химия для устойчивого развития»
Предисловие авторов
Энергообеспечение деятельности человеческого общества вызывает в последнее
время значительные трудности. Создание устойчивой энергетики будущего возможно только при использовании восполняемых источников энергии или энергии деления ядер урана и плутония при их взаимодействии с нейтронами.
Использование энергии деления ядер U и Pu стало возможно после создания
ядерного реактора, с помощью которого выделяемая в результате реакции деления
ядер U и Pu энергия преобразуется в тепловую энергию.
Основной частью активной зоны (АЗ) ядерного реактора является тепловыделяющая сборка (ТВС), состоящая из тепловыделяющих элементов (твэлов), которые содержат ядерное горючее (делящиеся изотопы).
Ядерное горючее бывает металлическое (уран, плутоний и их сплавы), керамическое (оксиды, карбиды, нитриды и т.д. урана и плутония) и дисперсионное, в котором делящиеся вещества равномерно распределены в матрице из неделящегося вещества.
Актуальность создания твэлов на основе дисперсионного ядерного топлива особенно возросла в связи с необходимостью обеспечения высокого потока нейтронов
и повышенной радиационной стойкости при длительной эксплуатации в реакторе.
Тепловыделяющие элементы с дисперсионным ядерным топливом нашли широкое применение в активных зонах реакторов различного назначения. Они успешно эксплуатируются в исследовательских и материаловедческих реакторах, нашли применение в ядерных энергетических установках на море и в космосе, эффективно проявили себя в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах.
Сведения о технологии получения и свойствах дисперсионных твэлов в основном
опубликованы в 60–80 годы прошлого столетия в многочисленных статьях и научных изданиях отечественных и зарубежных специалистов.
Накопленные данные в нашей стране были обобщены в монографиях рядом
коллективов авторов во главе с Займовским А.С., «Тепловыделяющие элементы
атомных реакторов», 1966 г.; Самойловым А.Г., «Дисперсионные твэлы», 1965 г.,
1982 г., «Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов», 1996 г.; Скоровым Д.М.,
«Реакторное материаловедение», 1962, 1968, 1979 гг.
Однако за последние 20–25 лет разработка дисперсионного ядерного топлива
вышла на новый качественный уровень во многом благодаря принципиально новым возможностям исследовательского оборудования, а также востребованности
решений ранее отложенных проблем развития атомной энергетики.
В многочисленных работах, посвященных исследованиям дисперсионного ядерного топлива, рассматривается влияние слоев взаимодействия делящего вещества с материалом матрицы на поведение дисперсионного топлива в условиях облучения.
В рамках программы по снижению обогащения уранового топлива исследовательских
и материаловедческих реакторов получены новые данные о композициях: силициды урана – алюминий и уран-молибденовые сплавы – алюминий. Стали известны результаты применения дисперсионного ядерного топлива при разработке ядерных энергетических установок специального назначения, а также накопленный опыт использования дисперсионного топлива при наработке изотопов.
В последнее время опубликованы данные о разработке ядерного топлива с инертными матрицами (IMF), предназначенного для «сжигания» избыточного оружейного и энергетического плутония. Также исследуется возможность использования дисперсионного топлива для увеличения выгорания ядерного топлива на основе урана. Возможности глубокого выжигания актинидов, реализуемые при использовании инертных матриц, несомненно, найдут свое применение при решении проблемы обращения с ОЯТ.
В представленной книге авторы обобщили опубликованные данные, рассмотрели вопросы технологии получения дисперсионного ядерного топлива, его свойства и возможности применения в новых проектах атомной энергетики.
Авторы надеются, что книга будет полезна для широкого круга научных работников, инженеров и конструкторов, занимающихся усовершенствованием и разработкой дисперсионного топлива и реакторов с его использованием.
Авторы заранее благодарны за все замечания по содержанию и форме изложения
материала и надеются, что, несмотря на неизбежные недостатки и ограниченный
охват опубликованных работ, книга послужит дальнейшему развитию исследований и более целенаправленному применению дисперсионного ядерного топлива.
Авторы выражают искреннюю признательность и благодарны Борисову Ю.С.,
Жарковой Т.Н., Лукину К.П. и Проценко О.В. за их бескорыстный труд и неоценимый вклад в подготовку рукописи книги к печати.
Основные условные обозначения и сокращения
АЭС – атомная электростанция
Твэл – тепловыделяющий элемент
ТВС – тепловыделяющая сборка
АЗ – активная зона
ИР – исследовательский реактор
ЯЭУ – ядерная энергетическая установка
RERTR – программа снижения обогащения топлива ИР
АПЛ – атомная подводная лодка
LWR – легководный реактор
ПЭБ – плавучий энергоблок
HTGR – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
КПД – коэффициент полезного действия
ГПД – газообразный продукт деления
ОЯТ – отработанное ядерное топливо
IMF – топливо с инертной матрицей
Е – модуль упругости
σв – предел прочности при растяжении
σ 0,2 – предел текучести
δ – относительное удлинение
λ – коэффициент теплопроводности
α – коэффициент линейного расширения
т.п. – теоретическая плотность
т.а. – тяжелые атомы
γ – плотность
ε – ползучесть
Введение
Основной частью тепловыделяющего элемента (твэла) является ядерное топли-
во, которое может быть гомогенным в виде соединений делящегося изотопа или
гетерогенным, в котором частицы вещества делящегося изотопа равномерно рас-
пределены в матрице из неделящегося материала.
Характерной особенностью дисперсионного ядерного топлива является его
повышенная радиационная стойкость при длительной эксплуатации в реакторе.
В связи с этим дисперсионное топливо нашло широкое применение в исследо-
вательских и материаловедческих реакторах, а также в ядерных установках специ-
ального назначения, для которых характерны повышенные плотности делений,
мощности энерговыделения и температуры.
В последнее время возник еще один стимул для разработки и применения то-
плива дисперсионного типа. Это связано с необходимостью снижения накопленных
запасов оружейного и энергетического плутония. Для этого разрабатывается IMF-
топливо (Inert Matrix Fuel), являющееся дисперсионной композицией, в которой
плутоний равномерно распределен в безурановой матрице. IMF-топливо позволяет
основательно снизить запасы плутония, значительно увеличить выгорание деляще-
гося изотопа. Использование этого вида топлива обеспечивает прямое захоронение
отработанного ядерного топлива.
В книге рассматривается место дисперсионного ядерного топлива в ядерной
энергетике. Анализируются свойства компонентов дисперсионных композиций и их
влияние на свойства дисперсионного топлива. Приводятся данные о свойствах дис-
персионного ядерного топлива и его поведении в условиях реакторного облучения.
Книга состоит из 6 глав. В первой главе дан обзор дисперсионного ядерного
топлива и его использования в реакторах различного назначения. В гл. 2–5 рас-
смотрены вопросы выбора материалов делящегося изотопа и матрицы, их наиболее
важные физико-химические и механические свойства, определяющие свойства дис-
персионной топливной композиции. В главе 6 кратко проанализированы вопросы
технологии получения различных типов дисперсионных твэлов. Особое внимание
уделено необходимости равномерного распределения частиц делящегося вещества
в материале матрицы.
ГЛАВА 1
ДИСПЕРСИОННОЕ ТОПЛИВО В ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКЕ
С увеличением степени развития общества происходит неуклонный рост потребления
энергии. Развитие промышленного производства, торговли, улучшение жилищных
условий – все это требует дополнительного притока энергии. Без потребления энерге-
тических ресурсов не обходится ни одна сторона жизнедеятельности человека. В связи
с этим энергетика развивается опережающими темпами по сравнению с другими
отраслями производства и требует значительных и стабильных источников сырья.
В настоящее время энергетические потребности в основном удовлетворяются
за счет углеводородного сырья (нефти, газа и угля). Прогнозы показывают, что эта
тенденция сохранится и в ближайшие десятилетия. Однако запасы углеводородов,
особенно нефти и газа, достаточно ограничены, к тому же необходимы для быстро
развивающегося транспорта и нефтехимии.
Альтернативой углеводородному сырью являются возобновляемые источники
энергии (гидроэнергия, энергия ветра, биомасса, фотовольтаика, геотермальная
энергия, энергия приливов) и ядерная энергетика.
Одним из величайших достижений ХХ столетия явилось овладение ядерной
энергией деления атомов урана при взаимодействии их с нейтронами. Атомная энер-
гия, особенно при условии эффективного замыкания ядерного топливного цикла,
в общей энергетической стратегии объективно не представляет собой альтернативу
углеродной или возобновляемой энергетике, а является практически единственным
гарантом обеспечения безопасности государств мира на долгую перспективу.
Овладение энергией мирного атома стало возможно после создания ядерного
реактора, устройства, в котором обеспечиваются условия самоподдерживающейся
цепной реакции деления изотопов урана или плутония с участием нейтронов. Энер-
гия, выделяющаяся в процессе деления, является источником тепловой энергии,
которую (с помощью ядерного реактора) можно преобразовать в нужную форму.
Основной частью активной зоны реактора является тепловыделяющий элемент
(твэл), представляющий собой ядерное топливо в том или ином виде, загермети-
зированное в оболочке.
По сравнению с началом становления ядерной энергетики в настоящее время
расширился круг используемых ядерно-энергетических установок от мощных АЭС
до космических аппаратов и ледоколов, для которых необходимо свое ядерное
топливо. В качестве делящегося материала (ядерного топлива) используют метал-
лический уран или плутоний и их сплавы, керамические соединения этих металлов
(оксиды, карбиды, нитриды и т.д.), а также дисперсионное ядерное топливо, пред-
ставляющее композицию, в которой делящийся материал распределен в матрице
из неделящегося материала.
1.1. Структура ядерного топлива исследовательских
реакторов
Еще на ранней стадии становления атомной отрасли стало очевидно, что без ис-
следования поведения ядерного топлива и конструкционных материалов, а также
твэлов, тепловыделяющих сборок (ТВС) и элементов внутриреакторных конструк-
ций под облучением не обойтись. В связи с этим в 40–60 гг. XX столетия в странах,
развивающих атомную отрасль, приступили к разработке и строительству атомных
реакторов, предназначенных для проведения исследований по физике реакторов
и материаловедческих исследований топливных и конструкционных материалов
в условиях облучения.
Первый в мире исследовательский реактор (ИP) был построен в Чикаго (США)
под руководством Э. Ферми в 1942 г. В 1946 г. под руководством И.В. Курчатова был
построен аналогичный ИР в Москве (СССР).
В дальнейшем исследовательские реакторы были построены во многих странах.
По данным [1], всего в мире было построено порядка 670 реакторов, из них 227 в
США и 193 в СССР. По состоянию на октябрь 2011 г. в мире насчитывался 241 дей-
ствующий ИР. К этому времени было остановлено 202 и выведен из эксплуатации
221 исследовательский реактор [1, 2].
По данным МАГАТЭ, термин «исследовательский реактор» включает физиче-
ские реакторы, исследовательские реакторы, обладающие значительной плотностью
нейтронного потока, реакторы, предназначенные для учебных целей, и реакторы-
прототипы для ядерных энергетических установок (ЯЭУ).
В настоящее время эксплуатируются исследовательские реакторы различных
типов, отличающиеся по физическим характеристикам и назначению. По физи-
ческим характеристикам имеются ИР, нейтроны которых используются внутри
реактора, и реакторы, нейтроны которых выводятся за пределы реактора с помощью
пучков. Реакторы первого типа используются для исследования поведения мате-
риалов, твэлов, ТВС и внутриреакторных устройств под воздействием облучения
нейтронами, а также для получения радиоактивных изотопов. ИР второго типа
используются для исследований по ядерной физике, физике твердого тела и т.д.
В качестве ядерного топлива в активных зонах (АЗ) исследовательских реак-
торов используется топливо дисперсионного типа, которое представляет собой
композицию ядерного топлива, в котором делящаяся фаза (233U, 235U,239Pu) нахо-
дится в виде частиц (металл, соединение), равномерно распределенных в матрице
из неделящегося материала (металл, сплав, керамика, графит, другие материалы),
а также из 238U,232Th, их сплавов и соединений.
Основным преимуществом ядерного топлива дисперсионного типа является
его повышенная радиационная стойкость при длительной эксплуатации твэлов по
сравнению с твэлами, содержащими сердечники из однородного ядерного топлива.
Высокая радиационная стойкость дисперсионного топлива обеспечивается
его структурой, в которой продукты деления локализуются в топливных частицах
или около них. Каждая частица ядерного топлива, диспергированная в топливной
композиции, представляет микротвэл, в котором роль оболочки, сдерживающей
объемные изменения сердечника, выполняет матрица. Разобщенность продуктов
деления и непрерывность матрицы предотвращают повреждение сердечника твэла.
Анализ структуры дисперсионного топлива и некоторые рекомендации раци-
онального выбора размера топливных частиц и их расположения в материале ма-
трицы с точки зрения радиационной стойкости приведены в работах американских
ученых Вебера и Гирша [3, 4].
В дисперсных композициях топливные частицы различных форм и размеров
хаотично расположены в матричном материале, и поэтому такие структуры трудно
подвергнуть количественной оценке. Вебер и Гирш для анализа рассмотрели гипоте-
тический случай, когда частицы делящегося материала в виде шаров одного размера
правильно расположены в непрерывной матрице по схеме гранецентрированного
куба. Процессы деления, происходящие в топливных частицах, и сопутствующие
им повреждения сосредотачиваются почти полностью в них. Материал матрицы,
окружающий топливную частицу, находится только под воздействием потока ней-
тронов. Однако часть материала матрицы, соприкасающаяся с ядерным горючим,
также подвергается действию осколков деления. Предполагается, что термодиффу-
зия продуктов деления заторможена настолько, что ею можно пренебречь. В этом
случае продукты деления будут проникать в материал матрицы на определенную
глубину только за счет энергии, приобретенной во время акта деления.
Таким образом, в процессе работы твэла в топливном сердечнике из диспер-
сионной топливной композиции вокруг каждой топливной частицы будет об-
разовываться определенной толщины пояс поврежденного продуктами деления
материала матрицы.
В табл. 1.1 приведены данные, характеризующие средние значения толщины
поврежденного материала матрицы Длина пробега осколков в диоксиде урана, наиболее применяемом делящемся
материале дисперсионного топлива, равна 9,4 мкм.
На рис. 1.1 приведена фотография микроструктуры топливной композиции
диоксид урана – нержавеющая сталь после облучения при температуре 500 °С до
выгорания 30%. Из рис. 1.1 видно, что толщина поврежденного слоя нержавеющей
стали находится в пределах 4–10 мкм (средняя величина равна 5,5 мкм).
После облучения дисперсионной топливной композиции весь объем матрично-
го материала можно рассматривать как состоящий из двух частей: поврежденной и
неповрежденной. При прочих равных условиях можно считать, что общий эффект
повреждения матрицы в результате облучения зависит от отношения неповреж-
денной части матрицы к поврежденной ее части. По величине этого отношения
можно судить, насколько в условиях облучения сохранились свойства матрицы.
Таким образом, необходимым условием для наиболее полного сохранения
свойств матрицы является непрерывность ее неповрежденной части. Для обеспе-
чения устойчивости дисперсионной композиции необходимым условием является
тот факт, что расстояние между частицами топливной фазы должно быть таким, при
котором не происходит касание или перекрывание поврежденных частей (поясов)
матрицы. Это расстояние зависит от объемной доли топливной фазы и размера ее
частиц (рис. 1.2). Приведенные схемы различаются лишь размером частиц топливной
фазы. Вокруг каждой частицы условно показан пояс материала матрицы, повреж-
денной в результате облучения. Из приведенных схем видно, что для композиции с
размером частиц 180 мкм (рис. 1.2а) расстояние между частицами составляет 98 мкм,
для частиц диаметром 90 мкм (рис. 1.2б) это расстояние равно 49 мкм.
Для гипотетического случая структуры, в которой топливные частицы сфе-
рической формы расположены по схеме гранецентрированного куба, в работе [5]
предложена зависимость, связывающая расстояние между топливными частицами
d, их размер D и объемную долю топливной фазы Vf:
см. уравнение в книге (1.1)
Эта зависимость справедлива для Vf ≤ 0,74, при Vf = 0,74 все топливные частицы
будут находиться в контакте (d = 0), объемная доля топливных частиц, равная 0,74,
является максимально возможной для сфер одного диаметра (рис. 1.3).
Более подробно влияние структуры дисперсионной топливной композиции на
ее свойства приведено в работе А.Г. Самойлова [5].
Наряду с изучением структуры дисперсионного топлива в 50–60 гг. двадцатого
столетия предпринимались попытки оценить его напряженное состояние, возника-
ющее в результате выгорания ядерного топлива. Такие попытки были предприняты
в работах [3, 6] с использованием сферической симметричной модели, которая не
учитывала механических свойств частиц и матрицы. В дальнейшем была пред-
принята попытка, учитывающая более точное распределение частиц с помощью
конечноэлементной модели [7].
Для того чтобы достичь высокой мощности реактора, объемное содержание
топливных частиц в дисперсионной композиции должно быть не менее 50%. При
таком объемном содержании количество частиц ядерного топлива может достигать
108–109. Топливные частицы обычно распределены неравномерно, что делает струк-
туру диспергированного топлива очень сложной и в значительной мере затрудняет
оценку его напряженного состояния.
В работе [8] для более полной оценки реальной геометрии диспергированного
ядерного топлива был использован трехмерный образец объемного элемента, ко-
торый позволяет учитывать макродеформацию и по глубине.
Расчет деформированного состояния дисперсионной топливной композиции
был выполнен при интенсивности деления ядерного топлива 1020дел./м3·с, а плот-
ность топливной композиции была принята 98% от теоретической. Учитывалось,
что полный прирост деформации складывается из таких составляющих, как упругая,
пластическая, тепловая деформация и увеличение объема, вызванного делением
ядерного топлива. При этом увеличение объема топливной частицы происходит
из-за газовых пузырьков, распухания твердых продуктов деления и изменения по-
ристости частицы в связи с уплотнением.
Расчет напряженного состояния пластины дисперсионной топливной компо-
зиции показал, что с увеличением глубины выгорания напряжения на топливной
частице изменяются с растяжения на сжатие, а напряжения растяжения на матрице
резко возрастают (рис. 1.4). Предполагается, что наибольшее напряжение матрицы
располагается на середине расстояния между частицами и может привести к раз-
рушению топливной композиции в этой области.
Было также показано, что напряжение топливных частиц уменьшается при
выгорании, а напряжение на матрице отрицательное. Этот факт указывает на
то, что распухание топливных частиц ограничено, а матрица между топливными
частицами вдоль направления длины или толщины дисперсионной композиции
сжимается.
Учет макродеформации по глубине и ширине пластины из дисперсионной то-
пливной композиции позволил выявить несферическую симметрию распределения
напряжений в зависимости от глубины выгорания (рис. 1.5).
1.2. Ядерное топливо дисперсионных твэлов
исследовательских реакторов
1.2.1. Дисперсионное ядерное топливо первого поколения
исследовательских реакторов
В качестве топлива первых исследовательских реакторов США – СР-1 (1942),
Х-Ю (1944); СССР – Ф-1 (1946), ТВР (1949), использовался металлический уран.
Активные зоны последующих исследовательских реакторов изготавливались уже
На рис. 1.6 (см. цв. вклейку) показан внешний вид реактора RECH-1, Чили,
год пуска 1974, топливо U-Al.
Сердечники твэлов первой в мире атомной электростанции (АЭС), построен-
ной в 1954 г. (СССР), были изготовлены из дисперсионной композиции, в которой
сплав U – 9% Mo был диспергирован в магнии [5].
На рис. 1.7 (см. цв. вклейку) показан зал реактора RA-3, Аргентина, год пуска
1967, топливо U3O8 – Al.
1.2.2. Исследовательские реакторы, используемые в настоящее время
Из построенных с начала 50-х годов исследовательских реакторов разных типов
по состоянию на середину 2012 г. в 58 странах эксплуатировалось 234, остальные
окончательно остановлены или демонтированы, либо планировался их выход из
эксплуатации [2].
По прогнозам МАГАТЭ, к 2020 г. число действующих исследовательских реак-
торов сократится до 100–150.
Среди действующих исследовательских реакторов:
• более 50% – это материаловедческие реакторы (MTR) и многоцелевые ре-
акторы для производства изотопов, пучковых исследований и т.д.,
• около 20% являются критическими сборками малой мощности (от десятых
долей ватт до сотен ватт),
• около 13% являются учебными реакторами небольшой мощности.
Продолжительность эксплуатации 70% действующих исследовательских реак-
торов составляет более 30 лет, а 50% – более 40 лет. Один из самых старых реакторов
в мире, который эксплуатируется в течение почти 51 года, – крупнейший исследо-
вательский реактор Бразилии IEA-RI. В табл. 1.4 приведены данные об основных
материаловедческих реакторах, действующих в мире по состоянию на 2014 г.
Важным значением, определяющим возможности использования исследо-
вательских реакторов, является отношение мощности (Ф) и плотности потока
нейтронов (Р). В соответствии с рекомендациями справочника МАГАТЭ [11] ис-
следовательские реакторы разделены на две группы: маломощные (мощность менее
250 Вт) и высокоплотные (табл. 1.5). Отношение Ф/Р – это главная характеристика,
определяющая возможные сферы использования ИP:
• облучение материалов, введенных в реактор, для аналитических целей, про-
изводство изотопов, изучение радиационных эффектов,
• исследование на пучках нейтронов, выведенных за пределы реактора, в
основном в аналитических целях (на установках с большими значениями
мощности и потока),
• тестирование экспериментальных устройств и ядерного топлива в реакторах
со специально созданными для этого условиями,
• обучение и тренировки.
На рис. 1.8 приведены величины отношения Ф/Р, достигнутые на исследова-
тельских реакторах в настоящее время.
В настоящее время исследовательские реакторы нашли широкое применение
как нейтронные источники при производстве радиоизотопов для медицины и
промышленности [14]. В начале 2000-х годов ежегодно во всем мире выполнялось
около 50 тысяч медицинских процедур с применением радионуклидов, и их по-
требность в последнее время с каждым годом увеличивается. В Европе ежегодно
проводится около 10 миллионов медицинских процедур и 15 миллионов лабора-
торных анализов [15]. Около 70% мировой потребности в таких радиоизотопах
удовлетворялось исследовательским реактором NRU, эксплуатируемым в Канаде
фирмой AECL с 1957 года. Для замены стареющего реактора NRU фирмой AECL
разработан новый исследовательский реактор MAPLE, который спроектирован
для выполнения многих задач, в том числе для производства радиоизотопов
медицинского применения [16]. Фирма MDS Nordion заключила с AECL кон-
тракт на сооружение двух реакторов MAPLE для производства радиоизотопов
медицинского назначения. Предполагалось, что производство радионуклидов
начнется в 2001 году.
Материаловедческий реактор ATR (США, Айдахо) также используется для
производства радионуклидов. Реактор производит большую долю 192Ir для ком-
мерческой радиографии США и высокорадиоактивный 60Co для медицины [17].
На крупнейшем исследовательском реакторе в Бразилии IEA-RI получают
изотопы 131I, 41Ar, 192Ir, 198Au, 153Sm, а также 99Mo.
Растущая потребность в радионуклидах, применяемых в науке и технике, требует
их широкого ассортимента. Производство изотопов накладывает свои требования
на плотность потока нейтронов в реакторе. При плотности потока менее 1013 ней-
трон/(см2·с) относительно просто можно получать лишь 24Na, 32P, 38Cl, 56Mn, 41Ar,
64Cu, 198Au. В реакторах с умеренным значением Ф можно получить еще изотопы
90Y, 99Mo, 125I, 131I,133Xe. В высокопоточных реакторах (Ф более 1014 нейтрон/(см2·с)
еще девять: 14C, 35S, 51Cr, 60Co, 89Sr, 153Sin, 169Yb, 170Tu и192Ir [11].
Экспериментальные реакторы Европы, прежде всего HFR, BR-2 и OSI-RIS,
используются для целей терапии и диагностики.
Проведение нейтронографических исследований [18] и нейтронозахватной
терапии злокачественных опухолей [19] с использованием исследовательских
реакторов осуществляется с помощью выведенных пучков нейтронов. На рис. 1.9
показана установка, используемая для нейтронозахватной терапии.
1.2.3. Перевод исследовательских реакторов на низкообогащенное
топливо
Развитие ядерной энергетики способствовало появлению атомной промышленно-
сти и строительству большого количества исследовательских и материаловедческих
реакторов, транспортных и других ядерно-энергетических установок в более чем
40 странах мира. На ранней стадии практически все реакторы использовали ядерное
топливо с высоким обогащением урана-235, что привело к появлению ядерных
материалов во многих странах мира.
Атомная бомбардировка японских городов Хиросима и Нагасаки (1945 г.)
показала мощь ядерного оружия, а катастрофы на Чернобыльской АЭС (1968 г.)
и Японской АЭС «Фукусима-1» (2011 г.) выявили глобальный характер влияний
тяжелых аварий АЭС на жизнь миллионов людей.
Все это способствовало появлению ядерного терроризма, анализ которого про-
веден в работе [20]. Согласно данному анализу факты ядерного терроризма были
предприняты во Франции (1961 г.), США (1972, 1975 гг.), Испании (1977, 1979 гг.).
Имеются случаи незаконного оборота ядерных материалов в Индии, России, Литве,
ФРГ, Болгарии и ряде других стран. Сообщается о преднамеренном облучении во
Франции, США, России, Тайване, Японии.
В последнее время терроризм превращается в одну из постоянных угроз без-
опасности человечества. Особенностью терроризма в настоящее время является
стремление к осуществлению крупномасштабного акта против мирных граждан.
Возросло и количество террористических групп в мире, стремящихся использовать
в своих целях современные достижения науки и техники.
Поскольку мировой оборот радиоактивных материалов достаточно развит,
нельзя исключить возможность получения к ним доступа террористов.
Высокообогащенный уран может быть использован для создания простого
ядерного взрывного устройства, а радиоактивные материалы для создания при-
митивного радиологического оружия – «грязной бомбы».
Все это вынуждает к необходимости принимать меры по предотвращению
распространения ядерного оружия и радиоактивных материалов. Одним из путей
снижения возможности ядерного терроризма является разработка ядерного топлива
на низкообогащенном уране с содержанием менее 20% урана-235. Такое ядерное
топливо непригодно для создания ядерного взрывного устройства.
В 1978 году в США была принята Программа снижения обогащения топлива
исследовательских и материаловедческих реакторов (RERTR), в рамках которой
планировался перевод 129 из 207 ИP на низкообогащенное топливо. В 2004 году
программа RERTR стала составной частью Программы по снижению глобальной
из обогащенного урана. В табл. 1.2, 1.3 приведены характеристики некоторых ис-
следовательских реакторов первого поколения, использующих дисперсионное
топливо. Таблицы составлены на основе данных работы [5].
угрозы (GTRI), целью которой является ускорение возврата высокообогащенного
и облученного топлива российского и американского производства в страны-изго-
товители. После 1978 года только одному ИР, введенному в эксплуатацию (FRM-II,
Германия), разрешено работать на высокообогащенном топливе. В реакторе FRM-II
использовано топливо на основе силицида урана, который принципиально непри-
годен для производства ядерного оружия [18]. В более новых 20 исследовательских
реакторах, эксплуатируемых в 16 странах, используется низкообогащенное (менее
20% 235U) топливо.
По состоянию на 2009 г. 67 исследовательских реакторов были переведены на
низкообогащенное дисперсионное уран-силицидное топливо или остановлены. На
34 исследовательских реакторах проводятся работы по их переводу на низкообога-
щенное топливо. Предполагается, что к 2018 году все исследовательские реакторы,
работающие на высокообогащенном топливе, будут переведены на низкообога-
щенное топливо или будут остановлены.
В активных зонах первого поколения исследовательских реакторов исполь-
зовали высокообогащенное дисперсионное топливо U-Al с плотностью по урану
2,3–3,2 г/см3. Новое низкообогащенное топливо представляет собой дисперсионное
топливо на основе силицида урана в алюминиевой матрице U3Si2-Al с плотностью
по урану 4,8 г/см3 (содержание 235U менее 20%).
В настоящее время в России с участием Министерства энергетики США прово-
дятся исследования осуществимости перевода шести исследовательских реакторов
(ИP-8, OP и «Аргус» в ГНЦ «Курчатовский институт», ИPT-МИФИ, ИРТ-Т в Томском
политехническом институте, МИР в ОАО «НИИАР») [21]. В российской программе
снижения обогащения топлива исследовательских реакторов с середины 1990-х годов
принимают участие: корпорации ТВЭЛ, ОАО «НИКИЭТ», ОАО «ВНИИНМ», ОАО
«ГНЦ», «НИИАР», «ИРМ», ОАО «НЗХК», ГНЦ РФ-ФЭИ, а также Арагонская национальная лаборатория (США) в рамках программы RERTR [22]. Для конверсии исследовательских реакторов, построенных по российским проектам, сооруженных на Украине, в Венгрии и во Вьетнаме, разработана ТВС ВВР-М2 на основе дисперсионного топлива UO2-Al с концентрацией урана 2,5 г/см3 [23]. Для перевода на низкообогащенное топливо исследовательских реакторов в Чехии, Узбекистане, Ливии и Болгарии разработана ТВС ИРТ-4М с концентрацией урана в топливе 3 г/см3. По контракту с Министерством энер-
гетики США проведена модернизация АЗ реактора ВВР-К (Республика Казахстан)
и разработана ТВС ВВР-КН на основе дисперсионного топлива с концентрацией
урана 3 г/см3 (рис. 1.10).
В России для снижения обогащения топлива исследовательских реакторов раз-
рабатывается дисперсионное топливо UO2-Al, U – (6–10%) Mo-Al и монолитный
уран-молибденовый сплав [22].